ACE-FRENDY-CBZ; A New neutronics analysis sequence using multi-group neutron transport calculations

千葉 豪*; 山本 章夫*; 多田 健一

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(2), p.132 - 139, 2023/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2087783

本論文では、ACE-FRENDY-CBZと名付けた新しい中性子解析の流れを提案する。本解析は、アプリケーションライブラリを一切使用せず、ACEファイルを起点として、ターゲットシステムを構成する媒体の多群断面積データをFRENDYコードで計算し、多群中性子輸送計算をCBZコードシステムのモジュールで実行するものである。ACE-FRENDY-CBZを8つの高速中性子体系に対してテストし、モンテカルロ計算とk-effを比較したところ、裸の体系とトリウム反射体体系で30pcm以内で、ウラン反射体体系で約100pcm以内で一致することを確認した。ウラン反射体体系で差異が大きい原因は、中性子流を重みとして全断面積を縮約したことが原因であることを突き止めた。中性子流を重みとして縮約した全断面積を用いた計算では、ウラン反射系で系統的にk-effが過小評価されることが明らかになった。

Improvement of neutron source introduction method for absolute measurements of low reactor power

山本 俊弘; 三好 慶典

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(11), p.1069 - 1075, 1999/11

https://doi.org/10.3327/jnst.36.1069

定常臨界実験装置STACYの低炉出力の絶対測定に中性子源挿入法を適用した。中性子源挿入法で必要となる実効中性子源強度を従来の方法よりもより厳密な定義に基づいて求めた。実効中性子源強度をより高精度に求めるために、中性子源を「外部中性子源から放出された中性子が最初に起こした核分裂によって発生した中性子」と定義し直した。この定義に基づく実効中性子源強度を求めるために、外部中性子源によって核分裂が起こる確率を、モンテカルロコードMCNPにより三次元の複雑な炉心構造も考慮に入れて計算した。さらに、このときの核分裂反応の分布、臨界時の基本モードの中性子束、随伴中性子束分布を三次元輸送計算コードTHREEDANTを用いて計算した。臨界状態のSTACYの炉心タンク近傍に中性子源を挿入し、中性子源挿入法の原理に従って炉出力を測定した。この方法で求めた炉出力は、高出力運転によった生成したFP放射能を分析する方法とよく一致した。

Accelerator-driven transmutation reactor analysis code system: ATRAS

佐々 敏信; 辻本 和文; 滝塚 貴和; 高野 秀機

JAERI-Data/Code 99-007, 65 Pages, 1999/03

JAERI-Data-Code-99-007.pdf:2.12MB

日本原子力研究所では、大強度陽子加速器と未臨界炉心から構成されるハイブリッド消滅処理システムの設計研究を進めている。加速器駆動システムの核特性及び燃焼特性の解析は、炉心の未臨界度及びエネルギーバランスの維持という点から、重要である。これらの特性を正確に解析するには、従来の原子炉解析コードでは解析できない高エネルギー領域の反応を考慮する必要がある。著者らは、加速器駆動未臨界炉システムの核特性及び燃焼特性を解析するATRASコードシステムを開発した。ATRASは核破砕中性子源を考慮した燃焼特性解析を行う独自の機能を持つ。ATRASは核破砕解析コード、中性子輸送コード、燃焼解析コードから構成される。また、燃料交換、前/後処理等のユーティリティコードも組み込んだ。

高速炉核特性の数値解析手法の改良(III)

竹田 敏一*; 北田 孝典*; 山本 敏久*; 片木 洋介*

PNC TJ9605 98-001, 267 Pages, 1998/03

PNC-TJ9605-98-001.pdf:11.65MB

高速炉核特性の数値解析手法の改良として、マルチバンド法、摂動モンテカルロ法、輸送ノード法に関連する研究を行った。本報告書は以下の3部に分かれている。第1部 マルチバンド法による反応率計算法の改良マルチバンド法を用いて、ブランケット領域の反応率分布を詳細に評価する手法を検討した。フィッティング法によって作成した3バンドパラメータを用いて、U-238捕獲反応、U-235核分裂反応、Pu-239核分裂反応、U-238核分裂反応の反応率分布を解析した。対象核種としては、構造核種である鉄、ニッケル、クロム、およびナトリウムの4核種とした。マルチバンド法を用いることにより、いずれの反応率もブランケット深部で反応が増大する方向に補正され、補正量は最大で5%に達した。この結果は、従来の解析手法による実験値とのずれを改善する方向である。またこの補正量は、マルチバンド法におけるバンド間の散乱の取り扱いによって大幅に異なることがわかった。従来のフィッティング法の問題点を解決するべく、直接的なマルチバンドパラメータの作成法の検討も行った。第2部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法による摂動計算理論の検討及び、計算コードの作成を行った。昨年度までに使用していた相関サンプリング法だけでなく、導関数演算子サンプリング法でも計算できる、連続エネルギー摂動モンテカルロ計算コードを作成した。作成した計算コードを用いて「もんじゅ」炉心を対象とした計算を行い、参照解と比較検討した。「もんじゅ」にGEMまたは模擬燃料集合体を装荷した体系で、それらの集合体内のナトリウム密度を変化させた摂動、また制御棒全引き抜き体系で体系内のナトリウム密度を一様に変化させた摂動にともなう固有値の変化を調べた。ナトリウム密度の変化が小さい場合には、相関サンプリング法と導関数演算子サンプリング法のどちらの手法でも良好な結果を得ることができた。しかしながら、密度変化が大きい場合には、相関サンプリング法では妥当な結果を得ることができなかったが、導関数演算子サンプリング法では、そのような大きな密度摂動の場合でも良好な結果を得ることができることがわかった。第3部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良集合体(ノード)内平均中性子束及びノード境界の中性子束から、集合体出力分布を評価する手法を、輸送理論に基づき導出し

高速炉核特性の数値解析手法の改良(II)

竹田 敏一*; 木本 達也*; 北田 孝典*; 片木 洋介*

PNC TJ9605 97-001, 100 Pages, 1997/03

PNC-TJ9605-97-001.pdf:2.82MB

本報告書は次の2部と付録から構成されている。第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良付録 高速炉におけるドップラー反応度解析のためのU238サンプルの実効断面積第1部 摂動モンテカルロ法による反応度評価手法の改良摂動モンテカルロ法の理論式の検討を行い、その後摂動モンテカルロ法の計算コードへの導入を行った。同じヒストリー数の計算を行ったところ、摂動モンテカルロ計算コードでの計算時間は、通常のモンテカルロ計算の12割程度の増加であった。作成した摂動モンテカルロ計算コードを用いて行った試計算結果は概ね妥当であり、また偏差も十分に小さいことから、摂動モンテカルロ法の有効性が示された。 しかしながら、得られた摂動前後の固有値の差が評価手法により、正や負になる場合があること、また、摂動による中性子源分布の変化を考慮しない従来手法と、摂動による中性子源分布の変化を考慮する新手法の間で、計算結果に有為な差が見られないことから、さらに摂動モンテカルロ計算コードに対して検討を加える必要がある。第2部 3次元六角体系用輸送ノード法の改良ノード法を用いた六角-Z体系用輸送計算コード「NSHEX」は、高速炉の炉心計算において非常に精度のよい評価を得ることがこれまでの研究で確かめられてきた。しかし非均質性の高い炉心においてややその精度が劣ることがわかっている。その原因として、ノード内空間分布を求める際用いる横方向もれの評価法が挙げられる。径方向スイープ時における、集合体からの径方向もれ分布を得るためには各ノード頂点中性子束を評価する必要がある。従来法では、その頂点の周囲のノード境界平均中性子束を用いている。新手法においては、その頂点近傍の中性子束分布を、いくつかの寄与が大きいと考えられるノード、およびノード境界の中性子束をパラメータとしてx,u 2次式で評価し、その分布式より頂点中性子束を算出している。以上の手法を用い、NEACRP 3D NEUTRON TRANSPORT BENCHMARKSの小型高速炉モデル、および実機「もんじゅ」体系を用いて検討計算を行った。その結果実効増倍率においては、多群モンテカルロ法によるGMVPに対して、どの手法もほぼ0.1%以内に一致する。各領域の中性子束も、数%以内に一致したものの、制御棒の挿入された体

修正中性子源増倍法の適用性検討(2)

佐藤 理*; 窪田 龍太郎*

PNC TJ2222 93-001, 88 Pages, 1993/03

PNC-TJ2222-93-001.pdf:3.54MB

「もんじゅ」炉心性能試験で実施される制御棒等の反応度価値測定に際し、その測定精度を向上させるため、反応度価値測定試験への修正中性子源増倍法(MSM法)の適用を前年度より検討してきた。本年度は、前年度の課題である、MSM法で検出器応答の比から反応度の比を求めるための補正係数の計算精度の向上及び誤差評価を行い、実機での反応度測定の精度向上に資するために以下の検討を行った。(1)固定中性子源問題の解法の検討(2)中性子束計算方法の精度評価(3)MSM法の反応度測定精度の予備検討固定中性子源問題の解法の検討では、補正係数の精度を更に向上させるため、浅い未臨界系を含め、固定中性子源を含む増倍系での中性子東計算方法(収束性)の検討を実施した。固有値計算で得られた中性子束と随伴中性子束を用いて作成した初期中性子分布を用いることにより、従来難しいとされていた浅い未臨界系での固定線源問題が解けることがわかった。この方法を前年度行ったMSM法の適用性検討に用いることにより、補正系数の計算精度の向上を得た。たとえば、比較的深い未臨界度(実効増倍率=0.9671)の体系では、MSM法により予測した反応度と直接計算値との差異が約7.3%から約0.4%に減少した。MSM法の補正係数を計算する場合には、計算体系を分割し、各々の中性子輸送計算を接続させる必要があるので、XY体系とR体系の接続計算による中性子束計算方法の精度の検討を簡単なモデルで行った。

JASPER実験解析(VI)

茶谷 恵治; 庄野 彰; 鈴木 惣十; 金城 勝哉; 半田 博之*; 清水 康幸*; 門田 弘和*

PNC TN9410 92-076, 348 Pages, 1992/03

PNC-TN9410-92-076.pdf:7.32MB

動力炉・核燃料開発事業団は、米国エネルギー省(DOE)との共同研究としてオークリッジ国立研究所(ORNL)の原子炉施設TSF(Tower Shielding Facility)を用いて大型炉遮蔽ベンチマーク実験(JASPER計画、Japanese American Shielding Program of Experimental Researches)を実施している。本報告書は、平成3年度に実施したJASPER実験解析、既存TSF実験解析および遮蔽解析手法の検討等について研究成果をまとめたものである。以下に、主要な研究成果を記す。(1)JASPER実験解析平成3年度は、平成2年8月から12月にかけて実験が行われた軸方向遮蔽実験の解析を中心に実施するとともに、平成3年2月から9月にかけて実験が行われた炉内燃料貯蔵(IVS)実験の解析も一部実施した。解析には、JASPER実験解析で標準的に採用している高速炉遮蔽解析システムを用いた。(軸方向遮蔽実験解析)本研究は、燃料集合体の上・下部に設けられる軸方向遮蔽体の遮蔽特性を研究するため、B4 Cまたはステンレス鋼を遮蔽材とした4種類の実験供試体を用いて実施された。平成3年度の本実験解析の結果、次の結論を得た。

A Consideration on difference in subcriticalilies determined by some experimental and calculational methods for water-reflected cores

須崎 武則; 柳澤 宏司; 小林 岩夫

Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety Margins in Criticality Safety, p.112 - 119, 1989/00

軽水反射体付き炉心について、炉心寸法を種々変化させてパルス実験及び指数実験により中性子実効増倍係数を測定し、モンテカルロ中性子輸送計算コードの結果と比較したところ、炉心寸法の減少とともに、3者の間の差異が拡大する結果が得られた。3者の中性子バランスを記述する2群拡散方程式を解析的に解くことにより、その原因は炉心内の中性子空間分布の漸近分布の相異にあることがわかった。反射体付き炉心では、炉心内のみの中性子の生成、消滅比として中性子実効増倍係数を定義することは不適当であり、反射体を含む全域で定義する必要があることを指摘した。

1,000MWe非均質炉心LMFBRの核特性に与える輸送理論適用による効果 (高速炉用炉定数と核特性の研究・IV)

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PNC TJ250 82-13, 44 Pages, 1982/03

PNC-TJ250-82-13.pdf:1.43MB

この研究の主目的は、非均質炉心LMFBRの核特性に関する輸送効果を明確にすることである。径方向非均質炉心と通常の均質炉心の概念に基づく2種の1000MWeLMFBRの核特性について、2次元拡散コードPHENIX、2次元輸送コードTWOTRAN及びJAERI-FastVersion2・25群断面積セットを用いて検討した。この研究で検討を加えた核特性は、特に非均質炉心LMFBRに対して重要であると考えられる燃焼による燃料核種変化を含む増殖性、Naボイド反応度、出力分布である。この研究の過程において、輸送コードTWOTRANと拡散-燃焼計算コードPHENIXの燃焼ルーチンを結合することによって、輸送理論に基づく燃焼計算コードを作成した。主な結果は以下のとおりである。燃焼に伴う燃料核種の変化は、均質炉心LMFBR、非均質炉心LMFBR共に、拡散近似に基づく燃焼コードを用いることによって、充分な精度で推定することが可能である。均質炉心LMFBRにおける実効増倍率の輸送効果は、初装荷状態(BOL)において0.6%デルタK/KK´である。非均質炉心LMFBRにおけるこの輸送効果は、BOLにおいて0.95%デルタK/KK´であり、均質炉心の場合と比較してはるかに大きい。Naボイド反応度の輸送理論効果はBOLにおいて、均質炉心7%、非均質炉心21%である。均質炉心LMFBRの出力分布は、拡散コードを用いることで、充分正確に推定できるように思われる。しかし、非均質炉心LMFBRの、特にBOLでの出力分布を推定するためには輸送理論による計算が不可欠である。

The Boltzmann equation with an average force field caused by anisotropic momentum charges

田次 邑吉

Journal of the Physical Society of Japan, 41(6), p.2020 - 2026, 1976/06

https://doi.org/10.1143/JPSJ.41.2020

希薄な非平衡ガス中における、二体衝突による運動量の交換は非等方におこなわれる。この運動量交換のうち、等方部分以外が、正味の運動量交換として、相手に作用をおよぼし、これの反作用として、自分が影響を受ける。この非等方な運動量交換の効果を平均力場としてボルツマン方程式に導入する。この力場は、巨視的な断面積による衝突項の記述を、補う。すなわち、回転不変な形式で表された巨視断面積には、特定方向(例えば、(中性子)流方向)に偏った運動量変化に対する反作用の効果が含まれていないからである。 平均力場を持ったボルツマン方程式を、平板における中性子輸送問題に応用する。結果は、平均力場のない場合よりも、わずかであるが空間分布は平坦となり、時間崩壊は遅くなる。